Thermal response of bonded CFC/OFHC divertor mock-ups for Fusion Experimental Reactors under large numbers of cyclic high heat loads

荒木 政則; 秋場 真人; 大楽 正幸; 飯田 一広*; 伊勢 英夫*; 関 昌弘; 鈴木 哲; 横山 堅二

Journal of Nuclear Science and Technology, 29(9), p.901 - 908, 1992/09

https://doi.org/10.3327/jnst.29.901

次期核融合実験炉用プラズマ対向機器は、プラズマからの高熱負荷を繰り返し受ける受熱機器である。工学的な観点からプラズマ対向機器を考えた場合、アーマ材と冷却構造体との接合特性を評価することが重要である。このため、異った炭素系材料をアーマとして取り付けたダイバータ試験体を製作し、次期核融合実験炉ITER/FERで予想される等価な熱流束を原研の粒子工学試験装置で模擬した熱サイクル実験を行った。実験の結果、CFCをアーマ材として取り付けた接合体において、10MW/m定常、1000サイクルの熱サイクルに損傷なく耐えることを確認した。さらに、12.5MW/m定常、1000サクイルの熱サイクル実験では、実験後の接合体観察において微小破損が接合部に確認されたが、表面温度の上昇等の変化なく、本接合体が耐え得ることを確認した。また、残留応力解析では、製作後のダイバータ試験体観察結果をよく予測しており、十分妥当であることが明らかとなった。

ジルカロイ-2被覆管の繰り返し応力による疲労破損に関する解析; ハルデン炉(HBWR)におけるPCMI照射実験成果

柳澤 和章; 斉藤 裕明*; 藤田 操

JAERI-M 82-155, 28 Pages, 1982/11

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水炉、ジルカロイ被覆燃料棒は炉内照射中、中性子を吸収して脆性化し機械的弾性限を上げる。炉出力変動時、燃料棒は従って弾性的なふるまいをする。本報は炉内直径変化を経時的に18GWd/tUまで測定し、出力変動により発生した弾性的円周方向繰り返し応力と1)被覆管の疲労寿命、2)PCI-SCC破損との関連を調べた予備解析結果である。計算による解析結果によれば、軸力を考慮した棒をO'DONNEL設計曲線で評価した場合、出力変動幅42kw/m、発生弾性応力333MPaのとき、日負荷追従運転による疲労寿命は約8年となった。解析に用いた各燃焼度での棒の計算円周応力とハルデン過出力試験から得た計算円周応力を比較した。比較の結果、軸力考慮の棒は非破壊域にあった。最近の照射後試験の結果、棒は健全であった事が判明した。炉内では局所的に大きな弾性変形が出力の変動の席毎に発生したが、照射後試験ではその寸法変化が殆んど検出されなかった。

定常内圧と繰返し熱応力をうける中空円筒の熱応力ラチェット変形

宇賀 丈雄

日本機械学会論文集,A, 39(328), p.3591 - 3599, 1973/00

原子炉燃料の被覆管や各種の熱交換器の管群らは定常内圧と熱応力を同時にうける構造物の例である。これらの構造物は出力調整などにより熱応力が繰返し作用することが多い。この時、内圧による部材応力と熱応力の大きさにより、内圧応力の作用方向に繰返し熱応力ごとに、塑性変形が進展する熱応力ラチエット変形が予想される。本法は中空円筒試験中に定常内圧と繰返し熱応力をうける時の熱応力ラチエット変形の試験結果と管材内の熱応力分布が放射線の場合についての構造挙動と熱応力ラチエット解析について述べた。さらに実験結果と解析結果の対比を行ない、シェイクダウンひずみに関する両者の差が熱応力負荷時の材料温度の上昇と使用材料の応力-ひずみ特性の温度依存性によることを論じた。